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論文

Evaluation of tritium release into primary coolant for research and testing reactors

Kenzhina, I.*; 石塚 悦男; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.1 - 8, 2021/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ベリリウム反射体を有するJMTRとJRR-3の一次冷却水へのトリチウム放出源と放出機構について評価した。この結果、トリチウム放出は$$^{9}$$Beの二段核反応によるものがほとんどであり、計算結果は一次冷却水のトリチウム測定の誤差範囲で良く一致した。また、ベリリウム反射体からの反跳放出を用いた簡易計算法は、ベリリウム反射体を有する試験研究炉の一次冷却水へのトリチウム放出量を予測する上で有用であることが明らかとなった。

論文

Voltage drop analysis and leakage suppression design for mineral-insulated cables

広田 憲亮; 柴田 裕司; 武内 伴照; 大塚 紀彰; 土谷 邦彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(12), p.1276 - 1286, 2020/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

ケーブル長に沿った電位分布の安定性を達成することを目的として、高温条件に供された時の電気的特性に対する無機絶縁(MI)ケーブルの材料の影響を伝送テストによって調査した。その結果、MIケーブルの絶縁材料として、酸化アルミニウム(Al$$_{2}$$O$$_{3}$$),酸化マグネシウム(MgO)が選定され、ケーブルに沿った電圧降下の発生を確認した。有限要素法(FEM)に基づいた解析を実行し、終端部で検出された電位の漏れを評価した。伝送テストと解析による電圧降下の収率は、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$およびMgO材料のMIケーブルにおいてよい一致を示し、FEM解析結果と実験結果との相対的な関係を再現した。電圧降下を抑えるため、同様のFEM解析を行い、芯線直径($$d$$)と芯線間距離($$l$$)を変化させた。$$d$$の変化を考えた場合、MIケーブルの電位分布は、絶縁材料の直径($$D$$)を$$d$$で割って得られる比率$$d/D$$が0.35で最小電圧降下となった。$$l$$を変化させた場合、最小電圧降下は0.5のl/$$D$$であった。

報告書

JMTR・UCL系統冷却塔の健全性調査

大戸 勤; 浅野 典一; 川俣 貴則; 箭内 智博; 西村 嵐; 荒木 大輔; 大塚 薫; 高部 湧吾; 大塚 紀彰; 小嶋 慶大; et al.

JAEA-Review 2020-018, 66 Pages, 2020/11

JAEA-Review-2020-018.pdf:8.87MB

令和元年9月9日の台風15号の強風により、JMTR(材料試験炉)にある二次冷却系統冷却塔の倒壊事象が発生した。その倒壊に至った原因調査及び原因分析を行い、4つの原因が重なって起こったことが特定された。これを受け、JMTR内にある二次冷却系統冷却塔と同時期に設置された木造の冷却塔であるUCL(Utility Cooling Loop)系統冷却塔の健全性調査を行った。健全性調査項目は、UCL系統冷却塔の運転状態の把握、UCL冷却系統の構造材料の劣化状態、点検項目及び点検状況、過去の気象データの確認である。この調査結果から、当該設備を安全に維持・管理するため、点検項目の改善、UCL系統冷却塔の構造材料である木材の交換・補修計画及び今後のUCL系統冷却塔の使用計画を策定するとともに、既存UCL系統冷却塔に代わる新規冷却塔の更新計画を策定した。本報告書はこれらの健全性調査の結果をまとめたものである。

報告書

JMTRタンクヤード・コンクリート壁面の補修工法の妥当性確認試験

菅谷 直人; 岡田 祐次; 西村 嵐; 園部 博; 木村 伸明; 木村 明博; 塙 善雄; 根本 浩喜

JAEA-Testing 2020-004, 67 Pages, 2020/08

JAEA-Testing-2020-004.pdf:8.17MB

材料試験炉(JMTR)では、2014年度に液体廃棄物の廃棄設備であるタンクヤードにおいて、廃液配管及び廃液タンクからの放射性廃液の漏えい事象が発生した。本事象に対応するため、2016$$sim$$2019年度にかけてタンクヤード内の廃液タンク, 廃液配管等の取替え工事を行った。一方、本取替え工事において、廃液配管等の支持構造物である大型サポート(架構造型サポート)の据付け時にタンクヤード躯体コンクリート壁面に複数のひび割れが発生した。このため、ひび割れが発生したコンクリート壁面の補修が必要となった。特に、架構造型サポートを固定する一部の基礎ボルト(あと施工接着系アンカーボルト)周辺部では、隆起を伴うひび割れ(コーン状破壊)が観測された。コンクリート壁のコーン状破壊部における補修工法は規格化されているが、補修後にあと施工接着系アンカーボルトを打設するための妥当性を確認する強度基準は存在しなかった。本報告書は、コンクリート壁面のコーン状破壊部の補修工法として断面修復工法の選定及びあと施工接着系アンカーボルトの強度基準の設定をし、タンクヤードと同類の鉄筋コンクリート造である既設建家を用いて、コーン状破壊部を模擬し、選定した断面修復工法により補修した壁面にあと施工接着系アンカーボルトを打設後、あと施工接着系アンカーボルトの引張試験を行い、設定した強度基準との比較により、補修工法の妥当性評価についてまとめたものである。この試験結果から、本補修工法による、タンクヤード躯体コンクリート壁面におけるコーン状破壊部の補修に資した。

論文

Feasibility study of tritium recoil barrier for neutron reflectors

石塚 悦男; 坂本 直樹*

Physical Sciences and Technology, 6(2), p.60 - 63, 2019/12

試験研究炉運転中に一次冷却水へ放出されるトリチウムについて研究してきた結果、$$^{9}$$Beの二段反応で生成する反跳トリチウムが主要因であることが明らかになった。一次冷却水へ放出するトリチウムを少なくするためのベリリウム中性子反射体のトリチウム反跳防止膜の概念検討として、PHITSで多様な材料のトリチウム反跳を計算した。この結果、3桁低下させるために必要なトリチウム反跳防止厚みは、材料によって依存するが20$$sim$$40$$mu$$m必要であることが明らかとなった。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2018年度

江口 祥平; 中野 寛子; 大塚 紀彰; 西方 香緒里; 永田 寛; 井手 広史; 楠 剛

JAEA-Review 2019-012, 22 Pages, 2019/10

JAEA-Review-2019-012.pdf:3.37MB

材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。2018年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から11名の若手研究者・技術者が参加し、2018年7月31日から8月7日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2018年度に実施した研修についてまとめたものである。

論文

Susceptibility to neutron irradiation embrittlement of heat-affected zone of reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 勝山 仁哉; 河 侑成; 飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

Proceedings of 2019 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/07

原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)について、実際の原子炉圧力容器を模擬した継手溶接材(継手HAZ)及びHAZの代表的な組織を再現した熱処理材を作製し、JRR-3を用いた中性子照射試験及び照射後試験を実施し、照射前後の微細組織変化及び機械的特性変化を調べた。未照射材において、継手HAZ及び細粒HAZの破壊靭性が母材よりも低く、その要因が島状マルテンサイトやフェライト相の存在に因ることを明らかにした。また、粗粒HAZの中性子照射脆化感受性は母材よりも小さい値を示し、継手HAZ及び細粒HAZは母材と同等であることを明らかにした。

論文

JMTR廃止措置計画の策定状況,2

大塚 薫; 井手 広史; 永田 寛; 大森 崇純; 関 美沙紀; 花川 裕規; 根本 浩喜; 渡辺 正男; 飯村 光一; 土谷 邦彦; et al.

UTNL-R-0499, p.12_1 - 12_8, 2019/03

材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以下、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を行った。本発表は、作成した廃止措置計画認可申請書に記載する主な評価結果と廃止措置に向けた技術開発課題について報告する。

論文

二次冷却系統及びプールカナル系統二次系配管撤去に関する予備的検討

花川 裕規; 川俣 貴則; 小笠原 靖史; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史; 土谷 邦彦

UTNL-R-0499, p.11_1 - 11_7, 2019/03

JMTRは平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することを目指して、廃止措置計画認可申請書の作成をすすめている。設備の解体等の廃止措置に伴う作業については、廃止措置計画認可申請書が認可された後に開始する。廃止措置計画認可申請書が認可された後に設備の解体等を円滑に進められるように、最初に解体を行う予定である、二次冷却系統及びプールカナル冷却系統二次側の解体方法について予備的検討を行ったので、その内容について報告する。

報告書

JMTRにおけるEALの設定

川俣 貴則; 小沼 勇一; 花川 裕規

JAEA-Review 2018-031, 33 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-031.pdf:1.62MB

平成29年度に「原子力災害対策特別保護法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事象等に関する規則」の改正・施行に伴い、大洗研究所の原子力事業者防災業務計画の見直しが原子力規制庁から指示された。そのため、JMTRにおいても緊急時活動レベル(Emergency Action Level(以下、EALという。))の作成が新たに必要となった。JMTRのような試験研究炉は、その特性が多岐にわっている。そのため、JMTRの特性と発電用原子炉施設のEALを踏まえた上で、JMTRにおけるEALを設定する必要があった。本報告では、JMTRにおけるEAL設定の基本方針及び選定結果について報告する。

論文

Calculation of tritium release from driver fuels into primary coolant of research reactors

Ho, H. Q.; 石塚 悦男

Physical Sciences and Technology, 5(2), p.53 - 56, 2019/00

試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。JMTRとJRR-3Mの運転中に1次冷却材に放出されるトリチウム放出源を明らかにするために、ドラーバー燃料から放出されるトリチウム量をMCNP6とPHITSコードで計算した。計算の結果、JMTRとJRR-3Mのドラーバー燃料からの放出されるトリチウム量は、1サイクル運転あたり10$$^{7}$$及び10$$^{6}$$Bqであること、この値は測定データより約4桁低いことが明らかとなった。この結果は、両炉のドラーバー燃料から放出されるトリチウム量は無視できるレベルであることを示している。

報告書

中性子反射体のLi及びU不純物からのトリチウム反跳放出計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I.*; 奥村 啓介; Ho, H. Q.; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2018-010, 33 Pages, 2018/11

JAEA-Technology-2018-010.pdf:2.58MB

試験研究炉の一次冷却材へのトリチウム放出機構解明の一環として、PHITSを用いてベリリウム、アルミニウム及び黒鉛製中性子反射体中のLi及びU不純物から反跳放出するトリチウムについて計算した。また、この結果を用いて、具体的にJMTR及びJRR-3Mのベリリウム中性子反射体を想定し、MCNP6及びORIGEN2でLi及びU不純物から生成するトリチウム量を計算してトリチウムの反跳放出量を評価した結果、Li及びU不純物から反跳放出するトリチウムは、ベリリウムから反跳放出するトリチウムに対して無視できる程度であり、それぞれ2桁及び5桁程度小さいことが明らかとなった。

報告書

Mechanical properties database of reactor pressure vessel steels related to fracture toughness evaluation

飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2018-013, 60 Pages, 2018/11

JAEA-Data-Code-2018-013.pdf:1.67MB

原子炉圧力容器の健全性を判断する上で、破壊靱性をはじめとする材料の機械的特性は重要な情報となる。本レポートは、日本原子力研究開発機構が取得した中性子照射材を含む原子炉圧力容器鋼材の機械的特性、具体的には引張試験, シャルピー衝撃試験, 落重試験及び破壊靱性試験の公開データをまとめたものである。対象とした材料は、初期プラントから最新プラント相当の不純物含有量及び靱性レベルで製造されたJIS SQV2A(ASTM A533B Class1)相当の5種類の原子炉圧力容器鋼である。また母材に加え、原子炉圧力容器の内張りとして用いられている2種類のステンレスオーバーレイクラッド材の機械的特性データについても記載した。これらの機械的特性データは、材料ごとにグラフで整理するとともに今後のデータの活用しやすさを考慮して表形式でリスト化した。

論文

Evaluation of tritium release curve in primary coolant of research reactors

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*

Physical Sciences and Technology, 4(1), p.27 - 33, 2018/06

試験研究炉の運転に伴って1次冷却材中のトリチウム濃度増加が報告されている。トリチウム放出源を明らかにするために、JMTRとJRR-3Mについて1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した。トリチウム放出量は、新しいベリリウム要素に交換すると小さくなること、交換後は運転に伴って増加することが明らかとなった。この結果は、ベリリウム要素が1次冷却材中のトリチウム放出に大きな影響を与えていることを示している。1次冷却材中のトリチウム放出率曲線を評価した結果、$$^{9}$$Beの(n,$$alpha$$)で生成する$$^{6}$$Liがトリチウム放出に影響すること、JMTR及びJRR-3Mの1次冷却材中のトリチウム放出源はベリリウム要素が主因であることが明らかとなった。更に、照射時間に伴うトリチウム放出率データがばらつくこと、バラツキはJRR-3MよりJMTRの方が早期に見られることも明らかになった。

論文

JMTR廃止措置計画の策定状況

大塚 薫; 花川 裕規; 永田 寛; 大森 崇純; 武内 伴照; 土谷 邦彦

UTNL-R-0496, p.13_1 - 13_11, 2018/03

材料試験炉(JMTR: Japan Materials Testing Reactor、以後、「JMTR」と言う)は、昭和43年に初臨界を達成して以来、発電用軽水炉燃料や材料の照射試験を中心に、新型転換炉, 高速炉, 高温ガス炉, 核融合炉などの燃料・材料の照射試験に広く利用されてきた。平成29年4月に公表された「施設中長期計画」において、JMTRは廃止施設として決定し、平成30年度末までに廃止措置計画認可申請書を原子力規制庁へ申請することとなり、廃止措置の準備のための組織変更、申請書作成に必要な各種評価を開始した。本発表は、施設中長期計画が公表されて以降、平成29年度に実施した検討状況の概略について報告する。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2017年度

江口 祥平; 柴田 裕司; 今泉 友見; 永田 寛; 谷本 政隆; 楠 剛

JAEA-Review 2017-032, 26 Pages, 2018/02

JAEA-Review-2017-032.pdf:2.44MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度の研修は、科学技術振興機構の日本・アジア青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、アジア地域の6か国から10名の若手研究者・技術者が参加し、2017年7月24日から8月4日までの期間で実施した。今回の研修では、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の核特性、原子炉施設の安全管理等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2017年度に実施した研修についてまとめたものである。

報告書

JMTR照射試験・照射後試験に関する技術レビュー

照射試験炉センター

JAEA-Review 2017-016, 170 Pages, 2017/07

JAEA-Review-2017-016.pdf:14.4MB

材料試験炉(JMTR)は1968年の運転開始から国内最大の照射試験炉として材料や燃料の基礎研究、RI製造、発電炉の開発や安全に関するプロジェクト研究に多大な貢献をしてきた。JMTRの照射試験研究を進めるにあたっては、照射技術及び照射後試験技術が極めて重要な要素であり、約40年に渡りJMTRでは技術開発を行いながら、照射試験や照射後試験に必要な設備整備を行ってきた。現在、世界の試験研究炉を含む原子力関連施設の高経年化は共通の課題となっており、一部の国においては、古い試験研究炉の廃止を進めつつ、新規照射試験炉の概念設計や建設が進んでいる。この状況は日本においても同様である。本報告書は、JMTRで培ってきた照射試験及び照射後試験に係る技術開発について、技術の継承及び人材育成に資することを念頭にまとめたものである。

報告書

JMTR及び関連施設を活用した実践型オンサイト研修; 2016年度

江口 祥平; 竹本 紀之; 柴田 裕司; 谷本 政隆; 楠 剛

JAEA-Review 2017-007, 32 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-007.pdf:3.19MB

照射試験炉センターでは、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本年度は、2016年7月25日から8月5日に実施し、7か国から13名の若手研究者・技術者が参加した。研修では、原子力エネルギー、照射試験研究、原子炉施設の安全管理、原子炉の核特性等に関する講義を行うとともに、シミュレータを用いた運転等の実習及びJMTR等の施設見学を行った。研修最終日には、各国のエネルギー政策や展望、参加者の出身国が有する研究炉の概要、参加者の現在の研究内容等について、各参加者による発表と討論を行った。本報告書は、2016年度に実施した研修についてまとめたものである。

報告書

PHITSコードによる中性子照射下ベリリウムからの反跳トリチウム放出率計算(共同研究)

石塚 悦男; Kenzhina, I. E.*; 奥村 啓介; 竹本 紀之; Chikhray, Y.*

JAEA-Technology 2016-022, 35 Pages, 2016/10

JAEA-Technology-2016-022.pdf:3.73MB

試験研究炉の一次冷却水中へのトリチウム放出機構解明の一環として、ベリリウム炉心構成材からの反跳トリチウム放出率を評価するためPHITSコードを用いた場合の計算方法について検討した。この結果、線源に中性子またはトリトンを用いた場合、両者とも反跳トリチウム放出率は同程となったが、トリトン線源の計算速度が2桁程度速いことが明らかとなった。また、トリトン線源を用いて反跳トリチウム放出率を有効数字2桁の精度で求めるためには、単位体積あたりのヒストリー数が2$$times$$10$$^{4}$$ (cm$$^{-3}$$)程度になるまで計算すれば良いことが明らかとなった。更に、トリトン線源を用いてベリリウム炉心構成材の形状と反跳トリチウム放出率の関係を調べたところ、反跳トリチウム放出率はベリリウムの体積当たりの表面積に対して線形となったが、従来の式を使って求めた値の約半分となった。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 3

石田 卓也; 鈴木 善貴; 西方 香緒里; 米川 実; 加藤 佳明; 柴田 晃; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; et al.

KURRI Progress Report 2015, P. 64, 2016/08

医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。2014年にKURで照射した高密度MoO$$_{3}$$ペレットをJMTRホットラボに持ち込み、$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出した。本研究では、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行い、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

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